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DNBR限值是核电站设计中的重要参数，能够反映核电站的安全水平。DNBR裕量增加有利于堆芯换料方案的改进，能够为核电厂的设计和运行提供更大的灵活性。鉴于全失流事故是一个对DNBR影响最剧烈的二类工况，本文选取此事故进行分析。本文以300MW核电站为原型，利用系统程序RELAP5/MOD3建模模拟核电站全失流事故，同时利用子通道程序VIPRE建立堆芯子通道模型，模拟堆芯内冷却剂的流动并计算堆芯DNBR限值。核电厂事故分析中，程序模型及电厂参数均具有一定不确定性。STDP方法采用最不利的不确定性。ITDP方法通过数学分析及灵敏度分析对输入参数的不确定性进行量化。非参数和参数统计方法通过对输入参数抽样计算，利用统计理论得到总体在一定概率水平和置信度下的容许限和单侧置信限值。本文应用ITDP方法以及基于Wilks公式容许限的非参数和参数统计方法分析计算核电厂在全失流事故下的DNBR限值。选择冷却剂流量、堆芯旁通流量份额、反应堆功率、冷却剂平均温度、堆芯压力、核焓升因子、工程焓升因子共七个与DNBR计算有关的电厂参数，作为初始状态输入参数并考虑其不确定性。针对全失流事故，基于系统程序RELAP5/MOD3和子通道程序VIPRE进行模拟计算。计算结果表明：事故时，ITDP方法的下DNBRITDP为2.229，与采用STDP方法相比，获得7.29%的DNBR裕量。由非参数统计理论，对输入参数进行了59组抽样计算得到事故下的DNBR非参数统计，95/95为2.163。同时，对59组DNBR进行参数数理统计分析，通过χ~2分布拟合检验表明DNBR服从正态分布，得到在95%置信度下的95%DNBR单侧置信下限值DNBR95/95为2.165。比较三种方法得到的DNBR限值可看出，DNBR非参数统计，95/95<DNBR95/95<DNBRI TDP，这说明非参数能够提供相对较大的DNBR裕量。同ITDP方法相比，非参数和参数统计方法减少了分析过程中的保守性，可获得更多的安全裕量，这对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。